SIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGe DAN NaI (Tl) MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO MCNP5

Prosiding Seminar Nasional ke-16 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklir Hal. 321-325

ISSN : 0854 - 2910

SIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGe DAN NaI (Tl) MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Annisatun Fathonah dan Suharyana Jurusan Fisika FMIPA Universitas Sebelas Maret Jl. Ir Sutami No.36 A Kentingan, Surakarta, 57126. Jawa Tengah. E-mail: [email protected] ABSTRAK SIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGe DAN NaI (Tl) MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO MCNP5 . Telah dilakukan simulasi pengukuran nilai efisiensi detektor HPGe dan NaI(Tl) dengan program MCNP5. Dimensi kedua detektor dibuat sama, 1”x 1”. Sumber radiasi gamma, Cs-137 dan Co-60, dimodelkan berupa titik dengan fluks sebesar 106. Jarak sumber titik ke masing-masing detektor divariasi dari 1 sampai 5 cm. Hasil simulasi spektroskopi gamma menggunakan detektor NaI(Tl) dibandingkan dengan hasil pengukuran menggunakan sistem pencacah Multi Channel Analyzer . Dari hasil simulasi diperoleh efisiensi relatif detektor HPGe terhadap NaI(Tl) adalah (86,70±0,06)%. Kata kunci: simulasi, spektroskopi gamma, MCNP5 ABSTRACT SIMULATION OF MEASUREMENT HPGe AND NaI(Tl) DETECTOR EFFICIENCY EMPLOYING MONTE CARLO METHODE, MCNP5. Simulation was done for measuring the efficiency of the HPGe and NaI (Tl) detector by MCNP5 program. Both of detector dimension is made equally, 1 "x 1". Gamma radiation source, Cs-137 and Co-60, was modeled as a point with a flux of 106. Distance of point source to each detector was varied from 1 to 5 cm. The simulation result of gamma spectroscopy using NaI(Tl) detector was compared with measurement using a Multi Channel Analyzer. The relative efficiency HPGe to NaI (Tl) detector by the simulation result was (86.70 ± 0.06)%. Keyword : simulation, gamma spectroscopy, MCNP5 efisiensi detektor[2,3]. Saat ini BATAN telah memiliki perangkat lunak MCNP versi 5 atau sering disebut dengan MCNP5.

PENDAHULUAN Bidang ilmu Fisika Nuklir telah berkembang dan telah dimanfaatkan untuk keperluan damai. Pengukuran aktivitas suatu material radioaktif serta dosisnya perlu dilakukan untuk memperkecil resiko bahaya radiasi. Salah satu alat yang banyak digunakan untuk mengukur aktivitas adalah spektrometer gamma ( yang dilengkapi dengan detektor NaI(Tl) maupun High Purity Germanium (HPGe). Agar spektrometer dapat memberikan hasil ukur yang akurat, efisiensi serta resolusi detektor harus diketahui nilainya selain melakukan kalibrasi tenaga – nomer kanal. Besaran – besaran tersebut diukur dengan cara melakukan pencacahan suatu sumber radioaktif yang telah diketahui aktivitas serta tenaganya menggunakan seperangkat spektrometer.

Jurusan Fisika FMIPA Universitas Sebelas Maret memiliki seperangkat spektrometer  yang terdiri atas detektor kelipan NaI(Tl) serta Multi Channel Analyzer (MCA). Untuk menjamin sistem spektrometer memiliki unjuk kerja yang handal, secara berkala, dilakukan pengukuran efisiensi mutlak serta resolusi detektornya. Disamping itu, Jurusan Fisika UNS juga sedang mulai mengembangkan ilmu Fisika Nuklir secara simulasi teoritis menggunakan metode Monte Carlo dengan perangkat lunak MCNP5. Pada makalah ini akan disajikan karya perdana menggunakan MCNP5 untuk membuat simulasi menghitung efisiensi detektor NaI(Tl) dan HPGe. Sumber radiasi yang digunakan adalah Cs-137 dan Co-60. Diharapkan makalah merupakan langkah awal mengoptimalkan MCNP5 di Jurusan Fisika FMIPA UNS.

Salah satu metode statistik yang digunakan mengetahui interaksi partikel radiasi dengan materi adalah metode Monte Carlo. Metode ini merupakan analisis numerik yang harus dilaksanakan menggunakan komputer. Salah satu perangkat lunak metode Monte Carlo adalah MCNP (Monte Carlo N-Particle) yang dibuat oleh tim dari Los Alamos National Laboratory[1]. Metode ini telah digunakan untuk menghitung

METODOLOGI Radionuklida Cs-137 telah diketahui memancarkan sinar  tunggal dengan energi sebesar 662 keV, sedangkan C0-60 memancarkan

321

Simulasi Pengukuran Effisiensi Detektor HPGe dan NAi (TI) ................... (Annisatun Fathonah dan Suharyana)

2 buah sinar  dengan energi 1173 keV dan 1332 keV. Spektroskopi energi Cs-137 menggunakan MCA akan memperlihatkan puncak tunggal sedangkan pada C0-60 berupa dua buah puncak. Efisiensi absolut detektor masing-masing puncak dapat dinyatakan dengan persamaan



jumlah cacahan  100% int ensitas

casing serta sifat-sifat fisik meliputi jenis material, densitas serta dimensinya. Geometri detektor Perbandingan geometri NaI(Tl) dan HPGe yang akan dimodelkan diambil dari referensi. Geometri detektor ditunjukkan dalam Gambar 1. Setiap interaksi partikel dengan atom-atom di dalam material detektor yang telah dimodelkan geometrinya akan dihitung oleh secara statistik oleh MCNP5. Perhitungan MCNP5 dimulai sejak partikel tersebut ”lahir” hingga partikel tersebut membentuk pulsa cacahan atau berakhir ”mati”. Ruang antara perisai dengan detektor dalam simulasi MCNP5 juga dimodelkan, karena seluruhnya memberikan pengaruh dalam pencacahan terutama akibat hamburan balik foton.[5]. Data detektor untuk simulasi ini dapat dilihat pada Tabel 1 .

(1)

Efisiensi detektor dapat dihitung secara simulasi menggunakan metode Monte Carlo. Metode ini termasuk metode numerik statistik yang digunakan untuk menyelesaikan permasalahan yang sulit diselesaikan menggunakan metode analitik. Perjalanan partikel foton disimulasikan dimulai dari sumber, berinteraksi dengan atom material detektor sampai akhirnya foton tersebut diserap oleh material atau keluar dari sistem. MCNP memerlukan 3 inputan yaitu geometri, sumber radiasi serta moel pulsa cacah. Geometri yang diinputkan meliputi kristal material detektor,

Gambar 1. Struktur dalam detektor NaI(Tl) [4]

Tabel 1. Data detektor untuk simulasi

Kristal NaI(Tl)

Densitas (g/cc) 3,67

Lapisan MgO Penutup Al

1,738 2,707

Penutup Stainless Vakum (detektorwindow)

7,99 0

Komponen

Dimensi (mm) 2,54 (diameter) 2,54 (tinggi) 0,5 (tebal) 4,04 (diameter) 1 (tebal) 1 5 Gambar 2. Tampilan geometri detektor dalam MCNP visual editor

Geometri detektor dibuat menggunakan MCNP visual editor. Tampilan geometri detektor NaI (Tl) menggunakan visual editor seperti ditampilkan dalam Gambar 2 di bawah ini.

322

Prosiding Seminar Nasional ke-16 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklir Hal. 321-325

menggunakan detektor NaI(Tl) ditunjukkan dalam Gambar 3 Selanjutnya hasilnya dibandingkan dengan percobaan menggunakan detektor yang ada di Laboratorium Pusat MIPA UNS. Sumber yang digunakan adalah Cs-137 dengan aktivitas 1µCi dan menghasilkan spektrum seperti pada Gambar 4. Dari hasil pengukuran dan simulasi selanjutnya dihitung nilai efisiensi absolut detektor NaI(Tl) 1”x1”. Diperoleh besarnya efisiensi absolut detektor adalah (9,97 + 0,03) x 10-2 %, sedangkan dengan pengukuran sebenarnya adalah (2,04) x 10-2 % . Hasil simulasi dengan pengukuran sebenarnya terdapat perbedaan yang cukup besar. Perbedaan nilai dari hasil simulasi dan pengukuran kemungkinan disebabkan karena beberapa hal. Perbedaan dalam membuat detil geometri sangat mungkin terjadi. Hal ini karena tidak dapat membuka detektor secara langsung, sehingga detil bagian dalam detektor hanya berupa perkiraan. Selain itu, hasil simulasi pada MCNP5 tidak memperhatikan pengaruh luar dari alat. Pada penggunaan MCA, hasil pengukuran dipengaruhi oleh usia alat, dan faktor elektronika pada MCA terutama pada bagian PMT yang sudah berkurang kualitasnya. Akan tetapi, melihat faktor usia MCA yang digunakan pada pengukuran dibandingkan hasil simulasi memperlihatkan bahwa nilai efisiensi detektor di laboratorium telah berkurang.

Sumber radiasi Untuk mensimulasikan perjalanan radiasi maka harus didefinisikan terlebih dahulu sumber radiasi. Dalam MCNP5 sumber radiasi diistilahkan sebagai ”definisi sumber”. Effisiensi absolut detektor diperoleh dari banyaknya cacah pada energi tertentu dibagi dengan aktivitas sumber yang digunakan. Adapun effisiensi relatif diperoleh dari perbandingan dengan effisiensi absolut detektor NaI(Tl). Untuk menghitung effisiensi absolut dan relatif digunakan persamaan (2) dan (3).

 Absolut   Re latif 

cps1332 keV Aktivitas

(2)

 Absolut ( HPGe)

(3)

 Absolut ( NaI (T 1))

ISSN : 0854 - 2910

Data sumber radiasi yang digunakan dalam simulasi ini diperlihatkan dalam tabel 2. Tabel 2. Data Sumber Radiasi untuk Input MCNP5 Sumber Keterangan Nuklida Co-60 dan Cs-137 Bentuk Titik Jarak ke 5, 4, 3, 2 dan 1 cm detektor Energi Co-60 1173 keV (100%) 1332 keV(100%) Energi Cs-137 662 keV(100%) Jenis partikel Foton

0.00030 2.73E-04

0.00025

Effisiensi Absolut

2.24E-04

Model Pulsa Cacah Untuk memperoleh output berupa nilai cacah diperlukan input yang mendefinisikan model cacah. Oleh kaarena itu dipilih tally energy (E8) dan tally pulsa untuk foton (F8). Dengan tally yang diberikan maka MCNP5 akan mengeluarkan hasil berupa nilai cacah pada tiaptiap bin energi yang ditentukan dan nilai ketidakpastiannya[6]. Output yang dihasilkan dari pemilihan tally ini dapat digunakan untuk pembuatan grafik spektrum energi dengan bantuan software Origin 5.0. Spektrum energi yang dibuat dari hasil simulasi selanjutnya di bandingkan dengan pencacahan dengan MCA untuk menganalisis daerah Compton edge-nya.

Energi

Dan

0.00015 0.00010 0.00005 0.00000 0.0

0.5

1.0

1.5

Energi (MeV)

Gambar 3. Simulasi Spektrum Energi Co-60 dengan MCNP5

HASIL DAN PEMBAHASAN Simulasi Spektrum Compton Edge

0.00020

Analisa

Hasil simulasi spektrum energi Co-60

323

2.0

Simulasi Pengukuran Effisiensi Detektor HPGe dan NAi (TI) ................... (Annisatun Fathonah dan Suharyana)

100

Effisiensi Ternormalisasi

t fo

Suatu partikel radiasi yang memasuki sebuah detektor (sintillator) dapat memberikan kontribusi tereksitasinya atom-atom di dalam sintillator dengan efisiensi 100 %. Namun, radiasi yang masuk pada sebuah sintillator umumnya hanya sebesar fraksi tertentu dari total radiasi. Selebihnya, partikel radiasi tersebut hanya lewat pada detektor tanpa memberikan kontribusi apapun. Apabila panjang dari geometri detektor tetap, namun jarak sumber ke detektor diperbesar atau diperkecil akan mengakibatkan perubahan nilai efisiensi. Semakin pendek jarak sumber ke detektor, nilai efisiensi akan semakin besar. Hal ini disebabkan, ketika jarak sumber ke detektor diperkecil, lintasan yang ditempuh pada partikel radiasi khususnya γ semakin besar, sehingga fraksi yang menyatakan besarnya partikel radiasi yang terabsorbsi semakin besar. Hasil simulasi menunjukkan hasil yang sesuai dengan teori. Efisiensi detektor akan berkurang sebanding dengan bertambahnya jarak sumber radiasi ke detektor.

k ea op

80 60 40

m co

on pt

ge ed

Hasil Simulasi MCNP5 MCA

20 0 -20

0

20

40

60

80

100

120

140

160

180

Energi ternormalisasi

Gambar 4. Perbandingan spektrum energi Cs-137 dengan MCNP5 dan MCA Jika energi radiasi yang dipancarkan oleh unsur radioaktif Cs-137 diserap seluruhnya oleh elektron-elektron pada kristal detektor NaI(Tl) maka interaksi ini disebut efek fotolistrik yang menghasilkan puncak energi (fotopeak) pada spektrum γ (puncak) pada daerah energi 661,65 keV. Apabila foton γ berinteraksi dengan sebuah elektron bebas atau yang terikat lemah, misal elektron pada kulit terluar suatu atom, maka sebagian energi foton akan diserap oleh elektron dan kemudian terhambur. Interaksi ini disebut dengan hamburan Compton. Titik batas antara interaksi Compton dan fotolistrik menghasilkan puncak energi yang disebut Compton Edge. Puncak backscatter disebabkan oleh foton yang telah dihamburkan keluar ternyata didefleksi balik kedalam detektor sehingga terdeteksi ulang. Pengaruh Jarak Sumber Terhadap Effisiensi

Ke

Efisiensi Relatif HPGe Terhadap NaI(Tl) Simulasi selanjutnya adalah mengetahui efisiensi relatif HPGe terhadap NaI(Tl) dengan ukuran yang sama. Sebagaimana dilihat dalam tinjauan pustaka, bahwa detektor HPGe paling baik digunakan untuk spektroskopi γ. Akan tetapi, effisiensi HPGe lebih rendah dibandingkan NaI(Tl). Simulasi ini adalah untuk membuktikan hal tersebut. Dari hasil simulasi diperoleh efisiensi relatif detektor HPGe terhadap NaI(Tl) adalah (86,70±0,06)%. Spektrum hasil simulasi diperlihatkan dalam Gambar 6.

Detektor

Simulasi yang kedua untuk menentukan pengaruh jarak sumber ke detektor terhadap effisiensi absolutnya. Sumber yang digunakan adalah Cs-137 dengan variasi jarak 1,2,3,4, dan 5 cm. Nilai efisiensi detektor pada variasi jarak sumber ke detektor diperlihatkan pada Gambar 5.

0.00030

Effisiensi Absolut

0.00025

0.18 0.16

0.00015 0.00010

NaI(Tl) HPGe

0.00005 0.00000

0.14

Effiensi Absolut Total

0.00020

0.0

0.12

0.5

1.0

1.5

2.0

Energi (MeV)

0.10

Gambar 6. Grafik perbandingan spektrum Co-60 dengan NaI(Tl) dan HPGe

0.08 0.06 0.04

Hasil simulasi menunjukkan bahwa effisiensi HPGe lebih rendah dibandingkan NaI(Tl). Meskipun demikian, keunggulan detektor HPGe ini adalah resolusinya yang sangat tinggi sehingga sangat baik digunakan untuk spetroskopi sinar γ.

0.02 0.00 1

2

3

jarak (cm)

4

5

Gambar 5. Grafik hubungan efisiensi terhadap jarak dengan sumber Cs-137

324

Prosiding Seminar Nasional ke-16 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklir Hal. 321-325

5.

KESIMPULAN Program MCNP 5 dapat digunakan untuk keperluan spektroskopi sinar γ, pengukuran effisiensi detektor dan hal yang mempengaruhinya sesuai dengan teori. Effisiensi detektor akan berkurang seiring bertambahnya jarak sumber ke detektor. Hasil simulasi juga membuktikan bahwa nilai effisiensi detektor NaI(Tl) lebih tinggi dibandingkan dengan detektor HPGe, meskipun resolusinya lebih rendah. Dari hasil simulasi diperoleh efisiensi relatif detektor HPGe terhadap NaI(Tl) adalah (86,70±0,06)%.

6.

ISSN : 0854 - 2910

X-5 MONTE CARLO TEAM. 2003. MCNP-A General Monte Carlo NParticle Transport Code. Version 5. Volume 1: Overview and Theory. LAUR-03-1987. Los Alamos National Laboratory, Los Alamos:New Mexico. X-5 MONTE CARLO TEAM. 2003. MCNP-A General Monte Carlo NParticle Transport Code. Version 5. Volume II: User’s Guide. LA-UR-031987. Los Alamos National Laboratory, Los Alamos:New Mexico.

UCAPAN TERIMA KASIH TANYA JAWAB

Ucapan terima kasih disampaikan kepada Ir. Tagor M. Sembiring. selaku pemegang lisensi MCNP5 di Indonesia, dan Rasito S.Si yang banyak membantu dalam pembuatan input.

Pertanyaan: 1. Pada jarak berapa terjadi efisiensi maksimum? 2. Berapa simulasi neutron yang digunakan? (Rokhmadi, PTRKN BATAN)

DAFTAR PUSTAKA 1.

2.

3.

4.

X-5 MONTE CARLO TEAM. 2003. MCNP-A General Monte Carlo N-Particle Transport Code. Version 5. Volume 1: Overview and Theory. LA-UR-03-1987. Los Alamos National Laboratory, Los Alamos:New Mexico. RASITO, P. ILHAM Y., MUHAYATUN S., DAN ADE SUHERMAN. 2009. Penentuan Efisiensi Detektor Germanium Di Laboratorium AAN PTNBR Dengan Metode Monte Carlo MCNP5. Prosiding Seminar Nasional Teknik AAN. ISSN 2085-2797. hal.290-294. Yogyakarta. TAVAKOLI ANBARAN, R. IZADI NAJAFABADI DAN H. MIRI HAKIMABAD.2009. The Effect of Detector Dimensions On The NaI(Tl) Detector response. Journal Of Applied Sciences, Vol 9, No.11, Hal 2168-2173. Anonim, http://www.nucleonica.net/wiki/index.php. diunduh 11 Mei 2010.

Jawaban: 1. Efisiensi semakin bertambah jika jarak sumber ke detector semakin dekat. Jadi effisiensi paling besar saat jarak sumber ke detector paling dekat. 2. Simulasi ini merupakan simulasi foton bukan neutron dengan jumlah foton yang disimulasikan sebesar 106

325